Источники нейтронов.
Нейтроны образуются только в результате ядерных реакций. Первыми источниками нейтронов являлись радиево-бериллиевые источники, в которых образование нейтронов происходило в результате ядерной реакции взаимодействия ядер бериллия с 
- частицами радия с образованием ядер углерода и нейтронов Be9 ( d, n) C12.
В качестве источников, нейтронов можно использовать также ядерные реакции, происходящие при бомбардировке некоторых материалов (дейтерий, бериллий, литий) заряженными частицами (дейтронами, - частицами и др.) на ускорителях заряженных частиц, например H2 (d, n), He3 Li7 (d, n), Be8 и т.д. Однако эти источники нейтронов моноэнергетичны и имеют относительно малый выход нейтронов на полный телесный угол: от 107 – 108 с-1 для радиево-бериллиевых источников до 1012 – 1013 с-1 с использованием ускорителя.
Наиболее мощными источниками нейтронов являются исследовательские ядерные реакторы на тепловых, промежуточных и быстрых нейтронах.
По принципу работы все реакторы делятся на импульсные (развивающие большую мощность при очень коротком времени функционирования, порядка 10-5–10-2с) и статические (длительного действия).
Для испытаний и исследований материалов и изделий электронной техники на воздействие импульсной радиации ядерного взрыва и непрерывное воздействие радиации ядерных энергетических установок широко используются исследовательские ядерные реакторы как импульсного, так и статического действия. В последние годы для проведения испытаний и исследования материалов и изделий электронной техники на импульсное воздействие радиации кроме импульсных реакторов широко применяются импульсные сильноточные электронные ускорители – генераторы коротких импульсов жесткого рентгеновского излучения высокой интенсивности.
В таблицах 4 и 5 приведены основные характеристики исследовательских импульсных и статических реакторов США и Англии.
Типовым статическим реактором для исследовательских целей является водо-водяной реактор бассейного типа на тепловых нейтронах с мощностью 1-10 МВт и максимальной плотностью потока тепловых нейтронов 1013 – 1014 с-1 см-2. Замедлителем и теплоносителем в таком реакторе является вода, топливом – обогащенный уран U235. Такие исследовательские реакторы отличаются от других реакторов на тепловых нейтронах сравнительно большим отношением потока быстрых к потоку тепловых нейтронов.